N（E）＝0.484Shexp（－E）
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中子源-其他中子源
包括缓发中子、活化产物中子和光致中 子
缓发中子是裂变产物衰变时放出的中子，每 次裂变放出的缓发中子只有0.0158个，且能 量较低。
以水作冷却剂时的活化产物中子主要是17O （n，p）17N反应产生的，17N衰变时放出一 个能量为1MeV的中子
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பைடு நூலகம்水堆核电厂简介
一回路系统的设备集中布置在一个立式圆柱 状半球形顶盖或球形的建筑物内，这个建筑物 通常称为反应堆安全壳。安全壳为内径约30米、 高约60米的混凝土大型建筑物，它的作用是将 一回路系统中带放射性物质的主要设备包容起 来，以防止放射性物质向外扩散，即使核电厂 发生最严重的事故，放射性物质仍能全部安全 地封闭在安全壳内，不致影响周围的环境
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γ辐射源-其他γ辐射源
包括热中子俘获γ射线、快中子非弹性 γ射线、核反应产物的γ射线、活化产 物的γ射线、湮没辐射和轫致辐射等。 这些γ辐射源无论数量还是携带的总能 量都不大。但俘获γ射线和非弹性散射 γ射线可在屏蔽体内产生，且俘获γ射 线的能量为6～8MeV，屏蔽计算时必须予 以考虑
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γ辐射源-瞬发γ源
U每次裂变平均放出8.1个光子，这些光 子带走的总能量为7.25MeV，光子的能量 在10keV到10MeV之间。对于一个900MW的 压水堆核电厂，其热功率约为2600MW， 瞬发γ辐射源的强度约为
2.6×109×3.1×1010×7.25 ＝5.84×1020MeV/s
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压水堆核电厂简介
核电厂除上述两个回路系统外，还有化 容控制系统、堆安全系统、燃料操作系 统、废物处理系统和其他系统
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核电厂工作人员的剂量限值
关于一般工作人员受照的基本限值，国 家的规定（GB18871-2002）,全身均匀照 射每年为0.02 Sv。实际上核电厂工作人 员所受照射远低于此限值。根据调查， 近十几年各国核电厂工作人员的平均年 剂量当量为4.1 mSv。
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压水堆核电厂的辐射源
堆本体 冷却剂系统 乏燃料的贮存与运输 废物处理系统
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堆本体
正常运行时 停堆时 事故时
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正常运行时
反应堆正常运行时，主要的中子源是裂 变中子，主要的γ辐射源是核裂变时瞬 发γ射线和裂变产物放出的缓发γ射线。 中子源 γ辐射源
核电厂是利用原子核裂变过程中释放的核能 来发电的。对于不同类型的核反应堆，相应的 核电厂的系统和设备有较大的差别。 压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、 二回路系统及其他辅助系统所组成。 核反应堆是核电厂动力装置的重要设备。同时 由于反应堆内维持着链式裂变反应，因此它又 是一个辐射源。
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正常运行条件下居民的剂量限值
关于广大居民受照的基本限值，国家规定为1 mSv，只为天然辐射的二分之一。不过各国环 保部门提出的管理限值和核工业管理部门提出 的设计目标值比这一数值还要严格
我国有关标准规定，在正常运行情况下，每座 核电厂向环境释放的放射性物质对公众中任何 人造成的年有效剂量当量应小于0.25 mSv/a
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压水堆核电厂简介
二回路系统是将蒸汽的热能转 化为电能的装置。它由汽水分离 器、汽轮机、冷凝器、凝结水泵、 给水泵等设备组成。二回路给水 吸收了一回路的热量后成为蒸汽， 然后进入汽轮机做功，带动发电 机发电。
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压水堆核电厂简介
核反应堆是强放射源，流经反应堆的冷 却剂带有一定的放射性，特别是在燃料 元件破损的情况下，一回路的放射性水 平很高。因此从反应堆流出来的冷却剂 一般不宜直接送入汽轮机。所以压水堆 核电厂比普通电站多一套动力回路。核 电厂二回路的厂房与普通火电站的汽轮 发电机组厂房相似
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中子源-瞬发裂变中子
U一次裂变平均大约放出2.5个裂变中子，携带的能 量大约为5MeV。对于一个900MW的压水堆，其瞬发裂变 中子的强度约为4×1020MeV/s或2.0×1020n/s，单位体 积 内 的 强 度 约 为 1 . 3 × 1 0 1 3 MeV/(s·cm3) 或 6.5×1012n/(s·cm3)。瞬发裂变中子的能量范围从1eV 一直到18MeV，但超过10MeV的中子所携带的能量不到 总能量的1％，所以一般认为中子能量的上限为14MeV。 在0.025eV～17MeV间中子能谱分布可用下式表述
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压水堆核电厂简介
一回路系统由核反应堆、主循环泵、稳压器、 蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他辅助设 备组成。高温高压的冷却水由主循环泵唧送至 反应堆，吸收核燃料裂变放出的热能后，流进 蒸汽发生器，通过蒸汽发生器再将热量传递给 在管外流动的二回路给水，使它变成蒸汽。此 后，再由主循环泵将冷却剂重新唧送至反应堆 内，如此循环构成一个密闭的循环回路
核电厂及反应堆的辐射防护
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概述
自从1954年第一个示范性核电厂问世以 来，核电厂已有了很大的发展。目前， 发电用的核反应堆有十多种，其中比较 成熟的有压水堆、沸水堆、石墨气冷堆、 石墨水堆和重水堆。在当今世界的核电 厂中，轻水堆（压水堆和沸水堆）核电 厂占绝大多数
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压水堆核电厂简介
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事故情况下公众的剂量限值
从原则上讲，不允许出现任何导致居民 遭受大量照射的事故，因而国际放射防 护委员会和我国没有对此作出规定。但 为了厂址评价、制定设计基准事故或应 急事故时参考，不少国家都规定了事故 情况下公众的剂量限值
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核电厂的辐射源
原子核反应堆是核电厂产生核能的装置，因 此，它既是一个发热源，又是一个放射性水平 较高的辐射源。反应堆发出的辐射分为初级辐 射和次级辐射。可裂变核素（U、Pu）在裂变 时及裂变后的产物放出的辐射为初级辐射；初 级辐射与物质相互作用所引起的辐射称为次级 辐射。中子和γ射线是穿透本领最强的两种射 线，这儿只讨论与核电厂屏蔽防护有关的中子 和γ射线源
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停堆时
停堆后基本上没有中子辐射，主要辐射 源是裂变产物和活化产物放出的γ辐射